Перейти к записям
Фев 2 / Владимир Кузнецов

Утилизация АЭС: опыт Игналинской станции в Литве

Утилизация АЭС: опыт Игналинской станции в Литве

Картинки по запросу игналинская аэсДвухблочная Игналинская АЭС, расположенная в Литве — это вторая полностью остановленная АЭС с РБМК (после Чернобыльской). Реакторы были окончательно заглушены здесь 31 декабря 2004 и 31 декабря 2009, и с тех пор идет вывод АЭС из эксплуатации (за этим эвфемизмом подразумевается разборка, захоронение радиоактивных остатков и зачистка промышленных сооружений до «зеленой лужайки»). Этот проект (вывода) — фактически пилотный для РБМК, и опирается на несколько ключевых технологических цепочек, из которых одна из самых важных — этот завод B234, испытания которого начались в мае 2017 года.

image
Игналинская АЭС

В отличие от Украины, у Литвы и особенно, у стоящего за идеей вывести из эксплуатации 20-летние реакторы Евросоюза, деньги на вывод есть, во всяком случае часть их. Тем не менее процесс вывода Ингалинской АЭС, довольно стройный на бумаге, уже превратился в мыльную оперу. Поскольку с 2019 года подобную работу придется проводить и Росатому (вывод 1,2 блока Ленинградской АЭС и затем — всех РБМК последовательно), интересно глянуть на технологии, решения и проблемы, возникшие вокруг Игналинки.
image
Процесс перегрузки ОЯТ из мокрого хранилища в контейнер CONSTOR, Игналинская АЭС.

В целом процедура «немедленного разбора» (т.е. станцию начинают разбирать, фактически, через месяц-другой после остановки, используя эксплуатационный персонал станции) состоит из следующих важных разделов:

  • Выгрузка топлива из реактора, бассейнов выдержки в хранилище ОЯТ для обеспечения ядерной безопасности реактора и реакторного зала с возможностью прекратить подачу охлаждающей воды в реактор и БВ. Кроме штатного ОЯТ, подобные работы надо осуществлять с поврежденным ОЯТ, которое надо пенализировать перед перемещениями и всякими радиоактивными сменными элементами реактора — например дополнительными поглотителями. Вся процедура занимает от 2-3 лет до бесконечности, если с ХОЯТ проблемы.
  • Параллельно начинается демонтаж вспомогательных систем АЭС — например насосных станций, цехов технических газов, в случае РБМК это еще громадное сооружение газовой Системы Аварийного Охлаждения Реактора, генератор с вспомогательными системами.
  • Параллельно подготавливается инфраструктура для будущих среднеактивных радиоактивных отходов (РАО) — это пристанционное или удаленное приповерхностное хранилище, представляющее собой бетонную траншею, засыпанную сверху глиной и грунтом. САО от АЭС будет много, это заметная часть первого контура и систем связанных с реактором.
  • После готовности инфраструктуры можно начинать разбирать элементы АЭС, которые могут нести радиоактивные загрязнения или активацию с сортировкой по уровню активности и попытками отмывки от поверхностных загрязнений. Что удается отмыть до нормативов — идет в металлолом, что нет — в захоронение. До сих пор точно не известно, какой объем захороняемых САО будет от РБМК, что бы с ним определится, необходимо разобрать хотя бы один.

image
Процесс контроля нормативов по радиоактивным загрязнениям металлолома Игналинской АЭС после деконтаминации (очистки поверхности).

Главная проблемы РБМК и множества других графитовых реакторов — это графит. Облученный графит имеет удельную активность около 0,3-1 гигабеккереля на кг, в том числе ~130 МБк/кг нехорошего изотопа С14 с периодом полураспада 5700 лет. Из-за С14, годовой предел поступления в организм по нормам безопасности которого определен в 34 МБк других вариантов, кроме захоронения тысяч тонн графита особо не просматривается, но стоимость этой операции заставляет все же думать, как именно ее можно оптимизировать. В частности, для первых реакторов-наработчиков плутония на «Маяке» «ГХК» и «СХК» было решено залить графитовый остов бетоном — т.е. организовать могильник прямо на месте реактора.

image
Некоторые другие типы реакторов с графитом, у которых тоже возникают проблемы с его утилизацией.

На Игналинской АЭС данный теоретический подход реализовывался практический 1 к 1, во всяком случае на стадии проекта. Вместе с решением об остановке реакторов была разработана программа вывода, которая получила примерно 80% финансов от Евросоюза и остальное обязалась профинансировать сама Литва. План предусматривал строительства на площадке АЭС нового хранилища ОЯТ в контейнерах B1 (моя статья про контейнерные и мокрые хранилища ОЯТ), нового цеха по сортировке и компактификации радиоактивных отходов B234, а также две площадки для РАО — траншейное захоронение для короткоживущих изотопов и РАО очень низкой активности B19 и наземное хранилище B25 для РАО средней и низкой активности с “среднеживущими” (речь идет о сотнях лет до безопасного уровня) изотопами.

image
Внешний вид комплекса переработки отходов B34 (B2 — это отдельно здание, в кадр не попало)

На фоне строительства новой инфраструктуры работы с ОЯТ и РАО (надо понимать, что на АЭС уже существовали и хранилища ОЯТ и хранилища РАО, впрочем рассчитанные только на эксплуатацию, а не на демонтаж) должна была происходить разборка тех самых вспомогательных систем АЭС. При этом решение вопроса с радиоактивным графитом было решено отложить на будущее, пока он будет изъят из реактора и помещен в хранилище.

image
Уже имеющееся рядом с АЭС хранилище расчитано на 120 контейнеров, каждый на 51 ТВС, и на сегодня полностью заполнено.

Контракт на разработку и строительство B1 и B234 в 2005 году получила немецкая Nukem Technologies, на разработку проектов захоронений — различные литовские компании + Areva, разборкой систем АЭС занялся эксплуатационный персонал АЭС.

image
В частности, на фотографиях — результат разборки САОР в здании 117/2

Буквально с первых дней практика перестала походить на теорию. Основные проблемы возникли вокруг хранилища ОЯТ B1, сразу по многим причинам. Nukem испытывал организационные и финансовые проблемы в тот период, атомный надзор Литвы оказался не готов (в плане квалификации своих кадров) разбирать решения немецких инженеров вокруг хранения поврежденного ОЯТ, да еще и информация по поврежденному ОЯТ у станции оказалась фрагментарной и неполной. Первоначально планировавшееся к сдаче в 2009 году (с целью начать загрузку ОЯТ 1 блока после 5-летней выдержки в бассейнах) хранилище было достроено только в 2015 году и только сейчас вводится в эксплуатацию (с целью начать перегрузку в 2018 году). Все эти задержки приводили к неоднократным спорам между АЭС и Nukem.

image
На плане хранилища B1 отмечено фиолетовой рамкой место, где будет выполняться радиационно-опасная работа — закрытие (штатно) и вскрытие (нештатно) контейнеров. Остальная работа будет возложена на имеющееся «мокрое» хранилище.

Вообще говоря, такой сюжет нередок в атомной промышленности: многие стройки ядерных объектов чудовищно затягиваются (и как следствие — дорожают) из-за сложностей проектирования, которая в свою очередь связана с всеохватностью проблематик, которые должны отслеживать разработчики и их контролеры из атомнадзоров. Характерным примером, кроме Nukem, литовские объекты которого вводятся в строй с 7 летним(!) отставанием и удорожанием в 1,5 раза, является чуть не погубивший Areva 3 блок Олкилуото с реактором EPR-1600, где не очень хороший менеджмент проекта и отсутсвие понимания, как делать проект под жесткие требования финского атомнадзора STUK привели к чудовищным задержкам и перерасходам.

image
Еще про процесс разборки атомных станций, по часовой стрелке — установка для распилки металлолома, ручная деконтаминация поверхностей, установка для очистки жидкостей от радионуклидов с помощью ионнообменных смол, разделка корпуса ЦНД турбины, раздела баллонов высокого давления, камера пескоструйной очистки.

Однако вернемся к объекту B1. Это крытое контейнерное хранилище ОЯТ, предназначенное для перегрузки топливных сборок РБМК (точнее их половинок, т.к. ТВС РБМК имеет длину в 10 метров, и в топливной части представляет собой, фактически, 2 последовательных ТВС на одной подвеске) в контейнеры CONSTOR, каждый из которых вмещает 182 половинки ТВС. Всего на объекте B1 можно поставить 201 контейнер, рассчитанные на 34200 штатных “половинок” и несколько сот поврежденных, которые будут храниться в дополнительных герметичных пеналах.

image

До передачи на хранение в B1 все ТВС, извлекаемые из реакторов (кстати, на АЭС от топлива сейчас освобожден только первый блок, во втором до сих пор остается больше 1000 ТВС в силу отсутствия места в бассейнах выдержки) выдерживаются не менее 5 лет в централизованном “мокром” хранилище, там же разделываются и упаковываются под водой в контейнеры CONSTOR, для чего, кстати, хранилище ТВС приходится модифицировать — краны, узлы установки контейнеров, перегрузочное оборудование (я пишу эту фразу для украинских поклонников мысли, что ОЯТ с любой АЭС можно загружать в любые контейнеры без особых усилий).

В целом хранение в контейнере выполняется по стандартной схеме — корзина из нержавейки с ТВС в герметичной заваренной емкости, наполненной сухим азотом, помещенная во внешний массивный металлобетонный контейнер (для биозащиты). С учетом того, что самые свежие ТВС имеют выдержку уже 8 лет, сложности представляет транспортно-технологические операции по перегрузке ТВС между многочисленными объектами, пеналирование поврежденного ОЯТ, и минимизация дозовой нагрузки персонала во время этих операций

image
Небезинтересный для российских работников АЭС с РБМК кадр, показывающий динамику количества персонала на Игналинской АЭС в процессе разборки

Однако это в теории. Так, например, первый вариант контейнера CONSTOR для ХОЯТ B1 был забракован по характеристикам биозащиты, после чего производитель (немецкая фирма GNS) вынужден был разрабатывать и лицензировать еще одну версию, что внесло свою лепту в задержку запуска B1.

Всего на Игналинской АЭС на сегодня около ~22000 ТВС ОЯТ (т.е. 44000 половинки) и оставшаяся часть будет хранится в другом сухом хранилище ОЯТ, построенном в 1999 году.

image
Фото мокрого хранилища АЭС от МАГАТЭ. Здесь сейчас хранится 15000 ТВС, хотя как мне кажется, на фото не ТВС а дополнительные поглотители или стержни СУЗ

Литовцы рассматривают возможность окончательного геологического захоронения на глубине >500 метров (как рекомендует МАГАТЭ), но на ближайшие 50 лет, с возможностью продления до 100, видимо, ОЯТ будет хранится в построенных ХОЯТ.

image
К вопросу о сроках хранения — расчетные значения содержания радионуклидов в активированном графите кладки РБМК, в беккерелях на грамм. Горизонтальные линии — допустимые значения, высвобождающие из категории радиоактивного отхода, розовая линия вверху — общее содержание радионуклидов. Видно, что после нескольких десятков лет высвечивания, активность определяется в основном изотопом С14

Второй важный объект — завод по обращению с радиоактивными отходами B234 возник не только для того, чтобы работать со строительными отходами, возникающими при разборке АЭС, но и из-за новой классификации РАО, введенной в ЕС, из-за чего уже имеющийся объем РАО (это фильтры, использованная спецодежда, цементированные ЖРАО и т.п.) необходимо пересортировать и определить в захоронение или на хранение.

image
Общий вид B34. Слева — санпропускник, посередине собственно завод, к которому пристроены промежуточные хранилища низкоактивных отходов (SLW) и среднеактивных (LLW)

Работа этого завода строится на процессах сортировки (неудивительно), сжигания и цементации, компактификации (т.е. прессования, в основном металлолома) и упаковки по контейнерам, которые будут пока храниться на промежуточных хранилищах РАО (входящих в состав B234), до готовности B19 и B25. Интересной особенностью завода является его высокая автоматизация, с использованием знакомых нам роботов Brokk и манипуляторов Walischmiller.

image
Некоторое дистанционно-управляемое оборудования B234
image
image
Проектный облик установки сжигания-компактификации золы и ячейки сортировки для среднеактивных и низкоактивных отходов.

Общий объем отходов, который пройдет через этот завод составляет сотни тысяч кубометров, которые будут разделены на 6 новых классов радиоактивных отходов (A,B,C,D,E,F), впрочем оценки пока предварительные.

image
Оценка общего объема отходов и классы РАО.

Для сравнения, блоки с ВВЭР при выводе дают заметно меньшие объемы РАО и конструкций (к вопросу о «дешивизне РБМК»).

image
Сравнение АЭС с 6хВВЭР-440 и 2 РБМК-1500 по объему генерируемых в процессе вывода отходов.

Что касается процесса разборки оборудования АЭС, то на сегодня этот процесс в основном затронул первый блок (на котором снят статус ядерно-опасного объекта), где разделка оборудования идет темпом ~5-8 тысяч тонн в год. По сегодняшним планам, полная разборка АЭС должна быть завершена в 2038 году, впрочем этот срок уже дважды переносился. Интересно, что администрация АЭС оценивает доход от продажи материалов, получаемых при разборке АЭС всего в 30 миллионов евро.

image
Текущее состояние по разборке АЭС — зеленое то что уже выполнено, красное — процесс идет, желтое — проектирование операций, серое — пока не затронуто.

Опыт Игналинской АЭС интересен его применимостью в России, где до 2030 года начнется разборка 8 блоков РБМК. Учитывая, что Nukem с 2009 года принадлежит Росатому, получается наработка опыта за Европейские деньги, и сейчас этот опыт транслируется в другие структуры Росатома, которые будут выполнять вывод РБМК из эксплуатации. Интересен этот опыт также для потенциального рынка контрактов на вывод различных АЭС из эксплуатации, количество которых будет нарастать.

Автор: Валентин @tnenergy       http://integral-russia.ru/2017/06/15/utilizatsiya-aes-ignalinskaya-stantsiya/

0
Янв 30 / Владимир Кузнецов

Забота на тысячи лет. Первый энергоблок ЛАЭС отключили. Что дальше?..

21 декабря 2018 года в Сосновом Бору произошло историческое событие — был отключен первый энергоблок ЛАЭС, проработавший 45 лет и выработавший и основной, и продленный ресурс. А в Санкт-Петербурге в конце декабря прошли две пресс-конференции, на которых говорилось о процессе выведения этого энергоблока из эксплуатации. На первой выступали со своими предложениями и вопросами независимые эксперты. На второй об итогах минувшего года и перспективах будущего говорил директор ЛАЭС Владимир Перегуда.

Наш  пейзаж, возможно, изменится, но вопрос с потенциальной опасностью остается неопределенным на долгое время

Мнение независимых экспертов

18 декабря в Петербурге состоялась пресс-конференция на тему «Экспертиза Концепции вывода из эксплуатации Ленинградской АЭС». Участники процесса вывода из эксплуатации Игналинской АЭС, опираясь на бесценный практический опыт, высказывали свои предложения, которые могут быть полезны при выводе из эксплуатации аналогичных энергоблоков на ЛАЭС.
Виктор Шевалдин, который долгое время руководил Игналинской АЭС (в том числе и в начале процесса выведения блоков из эксплуатации), убежден, что информированность персонала и населения о процессе вывода атомных энергоблоков из эксплуатации — это одна из важнейших задач. Ныне он является председателем Общественного совета по экологии и энергетике при самоуправлении города Висагинас и принял участие в пресс-конференции по скайпу. Он рассказал, что еще в конце сентября члены возглавляемого им совета и ветераны ИАЭС ознакомились с Концепцией вывода из эксплуатации Ленинградской АЭС и обсудили ее (стоит отметить, что в Сосновом Бору ни ветеранские организации, ни Общественный совет пока Концепцию не обсуждали). В результате были сформулированы рекомендации российско-литовской экспертной группы.
Отметив, что Концепция «очень хороша», Виктор Шевалдин, тем не менее, донес ряд предложений, которые касаются как властей (местных и региональных), так и Росэнергоатома. Так, при подготовке обновленной версии Концепции предлагается, в частности, дополнить ее оценкой общего количества, вида, категории и классов радиоактивных отходов, которые образуются при выводе из эксплуатации. А также — описанием видов радиационного контроля, в том числе — и в черте Соснового Бора.
Экспертами рекомендуется также разработать и принять закон о радиационной безопасности Ленинградской области с более глубоким вовлечением властей и общественности в процесс принятия решений. А также подумать о социальных гарантиях работникам выводимых из эксплуатации АЭС.
А еще предлагается создать независимую региональную лабораторию по комплексному экологическому мониторингу территорий размещения радиационно-опасных объектов, в первую очередь — Сосновоборского городского округа.

Cлово директора

На пресс-конференции в ТАСС 23 декабря директор ЛАЭС Владимир Перегуда также обратился к теме вывода из эксплуатации первого энергоблока, отметив, что блок «с почетом провожаем на пенсию и начинаем следующий этап его жизненного цикла — подготовку и вывод его из эксплуатации».
В настоящее время идет получение лицензий на вывод блока № 1 из эксплуатации, а сам блок тем временем эксплуатируется в режиме без генерации энергии. Одновременно будут производиться расчет объема образующихся при выводе радиоактивных отходов и разрабатываться документы проекта вывода блока из эксплуатации. В ближайшие 8 лет будет идти выгрузка топлива из реактора и дезактивация РАО.
Директор станции сообщил также, что на ЛАЭС есть собственный комплекс по переработке радиоактивных отходов 3‑го и 4‑го класса, которого достаточно для того, чтобы обеспечить переработку и хранение отходов после вывода из эксплуатации блока № 1.

Вопросы без ответов

Таким образом, отключение энергоблока № 1 ЛАЭС — это лишь первый маленький шаг к многолетнему и много-затратному процессу вывода из эксплуатации. Насколько многолетнему и затратному? Точных ответов пока нет. Но, к примеру, известно, что в настоящее время ни в России, ни в мире нет технологий обращения с радиоактивной графитовой кладкой. То есть пока неясно — что, собственно, делать с графитом, который составляет основу активной зоны реактора. Один из вариантов — законсервировать реактор на месте, обеспечив его изоляцию от внешней среды и охрану. По крайней мере до тех пор, пока не найдут технического решения проблемы, которая, вполне возможно, достанется по наследству нашим потомкам. Ведь, как напомнил на пресс-конференции председатель Общественного совета южного берега Финского залива Олег Бодров, период полураспада радиоактивного углерода С‑14 — около 5700 лет. Означает ли это, что следить за состоянием реактора и охранять его придется сотни, а то и тысячи лет? А если поднимется уровень воды в Балтике (известно, что 6 тысяч лет назад он был на пять метров выше, чем сейчас)?
Вопрос о затратах тоже интересный. Неким ориентиром может служить Игналинская АЭС, где один энергоблок был остановлен в конце 2004 года, второй — в 2009 году. К концу 2014 года там было демонтировано оборудование турбинного цеха первого энергоблока, часть отработавшего ядерного топлива перевезена в сухое контейнерное хранилище на открытой площадке на территории станции. Часть средств ушла на социальные программы для атомграда Висагинас. На все это потратили около 1 миллиарда евро. Согласно новой версии окончательного плана снятия с эксплуатации, с 2014 по 2038 годы дополнительно потребуется 2,6 миллиарда евро.
Кроме этих принципиальных вопросов есть и другие. Например, могут ли жители ближайших населенных пунктов рассчитывать на какие-либо льготы в связи с началом процесса выведения из эксплуатации?

Стоит помнить, что первый энергоблок ЛАЭС — это головной реактор данного типа в стране. То есть на его примере будет базироваться система выведения из эксплуатации всех остальных подобных реакторов в России (всего их 11). Поэтому в Сосновом Бору логично было бы создать научный центр по этой теме. А также наладить хорошее информирование о происходящем как коллектива атомной станции, так и жителей Соснового Бора, Ленинградской области и Санкт-Петербурга и обеспечить открытость в процессе, который важен для всех.

0
Янв 30 / Владимир Кузнецов

Игналинская АЭС планирует приступить к демонтажу первого реактора в 2027 году

Игналинская АЭС планирует приступить к демонтажу первого реактора в 2027 году.                   29 января 2019

Игналинская атомная электростанция приближается к важнейшему этапу снятия с эксплуатации – началу работ по демонтажу двух мощнейших в мире реакторов РБМК.

Игналинская АЭС начала процесс выгрузки отработанного ядерного топлива раньше срока, предусмотренного в утвержденном в 2014 году окончательном плане снятия с эксплуатации. Высокий темп работ сохраняется, и в настоящее время в промежуточном хранилище отработанного ядерного топлива уже размещено 90 контейнеров с отработанным ядерным топливом, всего в 2019 году в хранилище планируется разместить 40 контейнеров. Работы по вывозу отработанного ядерного топлива с блоков будут окончательно завершены в 2022 году.

«Работы по выгрузке топлива ведутся в соответствии с графиком, и хотя в будущем нас ожидает много серьезных и сложных задач, мы уже сейчас рады своим достижениям, потому что выполняемые в настоящее время работы являются решающими, от осуществления которых зависят наши будущие шаги к успешному и безопасному завершению процесса снятия с эксплуатации ИАЭС»,

— сказал генеральный директор предприятия Аудрюс Каменас, оценив прогресс в осуществлении работ.

Планируется, что до конца 2022 года в хранилище будет размещено 190 контейнеров с отработавшим ядерным топливом. Работы по демонтажу первого реактора планируется начать в 2027 году.

http://www.atomic-energy.ru/news/2019/01/29/92132

1+
Янв 30 / Владимир Кузнецов

ОБЪЯВЛЕНИЕ

Объединение ветеранов ИАЭС приглашает жителей горда на встречу со всеми кандидатами на должность Мэра в зал «Драугистес»,12 февраля в 17-30.

Кандидатам предлагается ответить на следующие вопросы:

  1. Задачи ВСУ в ближайшие 4-ре года?

2.Как обрести статус города, находящегося вблизи ликвидируемой, ядерно и радиационно опасной ИАЭС ?

3.Как снизить уровень заболеваемости и смертности жителей, до среднестатистического уровня среди городов Литвы?

4.Город стареет, всё больше жителей нуждаются в социальной поддержке и уходе. Что делать?

5.Что надо сделать, чтобы г. Висагинас вошел в 10-ку лучших городов Литвы по условиям проживания?

  1. Для чего Вы идете во власть?

Участники встречи могут задать и другие вопросы.

Ведущий встречи – Виктор Шевалдин.

0
Янв 28 / Владимир Кузнецов

Ответы VATESI на вопросы Председателя ОВ ИАЭС (перевод c лит. яз.)

VATESI
В. Кузнецову
Копия: канцелярии Правительства ЛР
1. Вопрос о лицензировании деятельности, выполняемой ИАЭС, включая демонтаж оборудования энергоблоков.
Напоминаем, что в настоящее время ИАЭС имеет лицензию, выданную VATESI, на эксплуатацию 1 и 2 энергоблоков. Руководствуясь настоящими лицензиями, после окончательного останова энергоблоков ИАЭС в 2009 г., ИАЭС перешла в этап окончательного останова, во время которого из обоих энергоблоков ИАЭС выгружается ядерное топливо. В 101 п. Требований по безопасности объектов ЯЭ установлен порядок, как во время окончательного останова объектов ЯЭ могут проводиться подготовительные работы по выводу из эксплуатации ОЯЭ – техническая деятельность, выполняемая во время окончательного останова и вывода из эксплуатации ОЯЭ и при подготовке к планированию, организации и выполнению проекта по снятию с эксплуатации ОЯЭ и (или) работам по дезактивации и (или) демонтажу, выполняемым во время окончательного останова ОЯЭ (например, изоляция ненужных систем, забор проб, необходимых для инвентаризации инженерных сооружений и радиологических исследований и т.п.). Указанные в письме работы по демонтажу технологических каналов считаются подготовительными работами к проекту 2101 (в зоне R1 и R2), предназначенными для подготовки к демонтажу реакторного сооружения и которые производятся с целью выяснения загрязнённости радионуклидами находящегося в реакторе графита и оборудования. Также обращаем внимание, что выемка технологических каналов ядерного реактора и их техническое обслуживание производилась и во время эксплуатации ИАЭС, поэтому и во время окончательного останова ИАЭС выемка небольшого количества технологических каналов проводилась с руководством лицензий на эксплуатацию 1 и 2 энергоблоков и с соблюдением установленных процедур. Все технологические каналы 1 и 2 энергоблоков будут демонтированы по проекту 2101, предусматривающему выемку этих каналов с целью обеспечения доступа к демонтируемому оборудованию. Также отмечаем, что в настоящее время работы по проекту 2101 ещё не могли быть начаты и не начинались. ИАЭС в настоящее время подготавливает документы, описывающие работы по проекту 2101 и обосновывающие безопасность осуществления этого проекта, которые будут согласовываться с VATESI. Также в настоящее время разрабатывается свод общих данных о демонтаже оборудования в рабочих зонах R1 и R2 реактора 1 –ого энергоблока ИАЭС, который будет согласовываться с Еврокомиссией.
2. Вопрос о подготовке программы по снятию с эксплуатации энергоблоков атомной электростанции.
Напоминаем, что снятие с эксплуатации имеющихся в ЛР ОЯЭ производится согласно действующим в ЛР и ЕС юридическим актам, с учётом рекомендации МАГАТЭ и накопленной положительной практики. Руководствуясь 4 ч. 32 ст. закона о ЯЭ, эксплуатирующая ОЯЭ организация не позднее, чем за 2 года до окончательного останова ОЯЭ разрабатывает окончательный план снятия с эксплуатации ОЯЭ. Руководствуясь 37 п. Тр. по ЯБ -1.5.1-2015, держатель лицензии не реже раза в 5 лет со дня утверждения окончательного плана снятия с эксплуатации обязан пересматривать окончательный план снятия с эксплуатации ОЯЭ и при необходимости его обновлять. Напоминаем, что в 2004 г. был утверждён окончательный план снятия с эксплуатации ИАЭС, который в 2009 и в 2014 гг. был пересмотрен и обновлен. В настоящее время снова ведётся пересмотр этого плана и планируется его обновление. Также напоминаем, что, руководствуясь 98 п. Тр. по ЯБ -1.5.1-2015, работы по снятию с эксплуатации ОЯЭ держатель лицензии может выполнять только после подготовки описания проекта снятия с эксплуатации ОЯЭ и отчёта по анализу безопасности проекта снятия с эксплуатации ОЯЭ, а также согласования этих документов с VATESI.
3. Вопрос о выборе способа неотложного демонтажа ОЯЭ.
Постановлением Правительства ЛР № 1848 от 26-11-2002 г. был установлен способ снятия с эксплуатации ИАЭС – неотложный (немедленный) демонтаж. Обращаем внимание, что при выборе способа снятия с эксплуатации ИАЭС оценивались и аспекты, изложенные в Письме, и предложен наиболее подходящий вариант.
4. Вопрос о выборе технологии разборки графитовой кладки.
Руководствуясь 102.5 и 104.5 подпунктами Тр. по ЯБ -1.5.1-2015, во время снятия с эксплуатации ИАЭС, предусматривая использовать в секторе ЯЭ новые и (или) ранее не испытанные держателем лицензии методы и технологии, обязана предоставить обоснование безопасности. ИАЭС вместе с другими документами на получение лицензии для снятия с эксплуатации ОЯЭ обязана предоставить VATESI отчёт по анализу безопасности снятия с эксплуатации ОЯЭ, в котором должна проанализировать и учесть новшества в науке и технологиях. Разборка графитовой кладки будет разрешена только после удостоверения в том, что предложенная технология соответствует установленным требованиям по безопасности и не будет вредного воздействия на людей и ОС.
5. Вопрос о помещении в могильник ОЯТ и облучённого графита реактора.
В программе по развитию упорядочения РО, утверждённой Правительством ЛР в 2015 г., установлены цели и задачи для всех РО, включая ОЯТ и прочие долгоживущие РО, этапы осуществления этих целей, технические решения и планы для всех этапов. Руководствуясь данной программой, глубинный могильник РАО должен быть оборудован до 2066 г. При осуществлении этой задачи будет спроектирован глубинный могильник, подобраны контейнеры для ОЯТ и прочих долгоживущих РО, выбраны технологии обработки этих отходов, и обоснована безопасность этих работ.

6. О планируемой продолжительности работ по снятию с эксплуатации ИАЭС, окончательного упорядочения площадки и потребности в средствах, необходимых для выполнения этих работ.
Руководствуясь 36 п. Тр. по ЯБ -1.5.1-2015, планируемая продолжительность работ по снятию с эксплуатации ИАЭС, включая упорядочения площадки, целесообразное состояние и потребность в средствах, необходимых для выполнения работ по снятию с эксплуатации, описаны в окончательном плане по снятию с эксплуатации ИАЭС. В настоящее время ИАЭС ведёт пересмотр этого плана и планирует его обновление. При обновлении окончательного плана по снятию с эксплуатации ИАЭС необходимо учитывать опыт, приобретённый во время снятия с эксплуатации ИАЭС, требования и правила по безопасности, технологии, изменения в потребности фактических расходов и необходимых финансовых средств, мотивы и причины выбора способа снятия с эксплуатации ИАЭС, графики выполнения работ по снятию с эксплуатации ИАЭС, ход снятия с эксплуатации ИАЭС. При пересмотре окончательного плана по снятию с эксплуатации и при обращении внимания на аспекты, указанные в Письме, ИАЭС в этом плане сможет обновить информацию о целесообразном окончательном состоянии ИАЭС и (или) её площадки, планируемой продолжительности работ по снятию с эксплуатации ИАЭС и потребности в средствах, необходимых для выполнения этих работ.
7. Вопрос о вывозе неиспользованного ядерного топлива.
Безопасность неиспользованного ядерного топлива на ИАЭС обоснована. Конечно, если бы была возможность возврата неиспользованного топлива производителю, это было бы рациональным решением.
8. Вопрос о компетентности VATESI.
Напоминаем, что 17-29 апреля 2016 г. проходила миссия по международной оценке системы надзора и регламентирования ядерной и радиационной безопасности Литвы ( миссия IRRS). Во время миссии приглашённые эксперты МАГАТЭ оценивали, соответствует ли инфраструктура системы надзора и регламентирования ядерной и радиационной безопасности и деятельность, выполняемая регулирующими институциями, стандартам ядерной и радиационной безопасности, установленным МАГАТЭ и признанным международной общественностью. Во время миссии IRRS эксперты МАГАТЭ положительно оценили систему ядерной и радиационной безопасности в Литве.

Начальник /подпись/ М. Демченко

0
Янв 28 / Владимир Кузнецов

Опыт применения имитационной модели демонтажа граФитовой кладки реактора белоярской аэс

file:///C:/Users/User/Desktop/ИАЭС%20%20%202018/ИАЭС%20подборка%20проблем/opyt-демонт.-kladki-reaktora-AMB-100-beloyarskoy-aes.pdf

0
Янв 28 / Владимир Кузнецов

Вывод из эксплуатации ЛАЭС в ПроАтоме

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8394

0
Янв 25 / Владимир Кузнецов

Участие Ветеранов ИАЭС в торжественной церемонии останова первого энергоблока Ленинградской АЭС

В  г. Сосновый Бор 21 декабря 2018 г. состоялся торжественный вечер, посвященный окончательному останову энергоблока №1, который отработал 45 лет, вместо проектного ресурса -30 лет.

В торжестве принимали участие приглашенные ветераны ИАЭС, участвовавшие в пуске и эксплуатации энергоблоков ЛАЭС: Кузнецов Владимир, Шевалдин Виктор и Хамаев Владимир.  Вечер начался с  большой концерт с выступления Ген. директора, ветеранов, награждения ветеранов. Далее концерт местной художественной самодеятельности. Вечер сопровождался красочной, анимацией с музыкальным сопровождением и конечно, угощением. НССы в прямой трансляции доложили о состоянии работающих энергоблоков. Организация вечера — на высоком уровне.

Я повстречался со знакомыми мне ветеранами и работающими сотрудниками ЛАЭС. Все постарели (я не видел их 38 лет, себя – то я вижу в зеркале каждый день, когда бреюсь, и мне кажется, что я не изменился, но, к сожалению, это только кажется). Все трое получили памятные подарки. Приятно, когда о нас не забывают.

Председатель Объединения Ветеранов ИАЭС       2019 — 01 25                 Владимир Кузнецов

0
Янв 22 / Владимир Кузнецов

Протокол №3 Заседания Совета Объединения Ветеранов Игналинской АЭС (ОВ ИАЭС).

Ignalinos AE veteranų susivienijimas 

(NTR objekto kodas: 3098-1001-1011:0100 Įregistravimo data: 2018-04-06 )

Visagino sav. Visagino m. Sedulinos al. 4-104 , el. paštas: vladkuz60@gmail.com, tel. Nr. +370 614 62378

Протокол №3

Заседания Совета Объединения Ветеранов Игналинской    АЭС

                                                           2019-01-21

                                                           г.Висагинас

Присутствовали:

Члены Совета ОВ ИАЭС – Б.Дизик, В.Кузнецов, Б.Ларионов, А.Покидышев, В.Шевалдин.

Повестка заседания:

  1. Согласование повторного обращения в Минздрав Литвы, с просьбой: подтвердить или опровергнуть (с учетом результата анализа статистических данных по частоте заболеваний жителей г. Висагинас за период с 2001 по 2017r, выполненного Общественным Советом по экологии и энергетике при Висагинском самоуправлении): «Имеет ли место повышенная заболеваемость жителей города Висагинас по 12 видам болезней в период с 2001 по 2017 г. или таковой нет?»

Отв. Б.Дизик

  1.  Организация встречи ОВ ИАЭС и жителей г.Висагинас с кандидатами на должность мэра г.Висагинас.

Отв. В.Кузнецов, В.Шевалдин

  1. Разное

Заслушали:

  1. Б.Дизик ознакомил членов совета ОВ ИАЭС с содержанием подготовленного “Обращения в Минздрав и ЦРЗ Литовской Республики” (с учетом ответа Минздрава на письмо ОВ ИАЭС №3 от 2018.11.09).

Решили:

    • Дополнить содержание письма благодарностью в адрес Минздрава за направленный ответ.
    • Отправить откорректированную версию письма В.Кузнецову для дальнейшего оформления.

2. В. Кузнецов информировал членов совета ОВ ИАЭС о желании ветеранов и жителей города встретиться со всеми кандидатами на должность мэра г. Висагинас.

Решили:

  • Организовать встречу ветеранов и жителей города со всеми кандидатами на должность мэра г.Висагинас.
  • Инициативной группе подготовить предварительные вопросы (от 3-х до 5-ти) и отправить их вместе с предложением об участии во встрече всем кандидатам на должность мэра г.Висагинас.

Отв. В.Шевалдин, Б.Дизик, Б.Ларионов.

  1. Дата следующего заседания Совета ОВ ИАЭС будет сообщена позже.

 

0
Янв 13 / Владимир Кузнецов

О ЧАСТИЧНОЙ РАЗБОРКЕ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ РБМК.

Из опыта ремонта графитовой кладки реактора РБМК на энергоблоке №1 Ленинградской АЭС.           

            По всем геометрическим и техническим параметрам это точно такой же реактор, как и на Игналинской АЭС.

Одной из актуальнейших проблем, связанных с выводом из эксплуатации атомных электростанций с уран-графитовыми реакторами (УГР), является проблема обращения с облученным реакторным графитом (ОРГ). Графит является замедлителем нейтронов для их участия в делении ядер U235.

Активная зона РБМК, построена из плотно стоящих вертикальных графитовых колонн размерами 250*250*8000 со сквозным вертикальным отверстием диаметром 114 мм. Каждая колонна состоит из графитовых блоков 250*250*600. Общие размеры графитовой кладки реактора РБМК, диаметр цилиндра 14 м, высота . Реактор состоит из 2488 графитовых колонн со сквозными вертикальными отверстиями- трактами, в которые устанавливаются ТК с (ТВС), каналы (СУЗ) и графитовые стержни в отражателе.  АЗ реактора высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1888 графитовых колонн. составленных из 14 блоков размерами 250×250×600.  (34 832 блока)

Перед разборкой реактора из него выгружаются: ТВС, ТК, каналы СУЗ и КОО. Для снижения дозовых нагрузок от гамма-фона Со-60, до начала демонтажа, графитовая кладка выдерживается от 10 до 20 лет, при этом, удельная гамма-активность снижается в 4÷15 раз. Графит реактора при долголетнем облучении быстрыми нейтронами и γ-квантами теряет плотность, становится трещиноватым, рыхлым и хрупким, с увеличенной пористостью. К концу срока эксплуатации в графитовых блоках появляются глубокие продольные трещины.       Поэтому, при разборке реактора, при любом механическом воздействии на кладку, появляется угольная пыль, содержащая опасно высокие концентрации β ̶ радионуклидов, в частности трития, хлора Cl-36, радиоуглерода C-14, которые, за время выдержки реактора, практически не распадаются. Концентрация радиоуглерода С-14 повышена в поверхностных областях графитовых блоков. Эти области являются наиболее рыхлыми, хрупкими и самыми пылеобразующими.

В 2013 году, на ЛАЭС, при частичном демонтаже кладки, как способ борьбы с радиоактивной угольной пылью было применен отсос пыли снизу графитового тракта, с задержкой пыли на последовательной цепи из циклона, скруббера, влагоотделителя и фильтров с газодувкой. (К.Г. Кудрявцев). Этот способ фильтрации успешно задерживает 99% р/а С-14, и тяжёлые радионуклиды, а тритий и Cl-36 из системы фильтрации поступали в атмосферу помещения, т. е., в ОС. В графитовой кладке удельная активность трития ~105 ÷106 Бк/г, хлора-36 105 ~  Бк/г.

Угольная пыль от резки блоков эвакуировалась вниз через систему фильтрации. В процессе выемки графитовых блоков, и подаче их в центральный зал, пыль появлялась из трещиноватых, рыхлых слоёв графита.     

           Учитывая большие объёмы графитовой кладки, ее демонтаж с применением указанного способа фильтрации пыли не сможет обеспечить безопасного приемлемого уровня дозовых нагрузок на персонал. Ремонт кладки длился 2 года. Вместо 30-ти лет (по проекту) реактор отработал до окончательной остановки 45 лет. О загрязнении ОС,  дозовых нагрузках и состояния здоровья персонала, принимавшего участие в работах,  информации нет.  

Владимир Кузнецов

0